A Preliminary Safety Analysis for the Prototype Gen IV Sodium-Cooled Fast Reactor
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.48 No.5 2016 pp.1071-1082
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.48 No.4 2016 pp.952-964
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COMPARISON OF THE DECAY HEAT REMOVAL SYSTEMS IN THE KALIMER-600 AND DSFR
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.44 No.5 2012 pp.535-542
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ADVANCED SFR DESIGN CONCEPTS AND R&D ACTIVITIES
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.4 2009 pp.427-446
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DEVELOPMENT OF THE MATRA-LMR-FB FOR FLOW BLOCKAGE ANALYSIS IN A LMR
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.6 2009 pp.797-806
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1053-1064
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다차원 노심열수력 현상이 소듐고속로 고유안전성에 미치는 영향
[Kisti 연계] 대한기계학회 대한기계학회 학술대회논문집 2008 pp.3175-3180
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.38 No.8 2006 pp.809-818
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Single Phase Turbulent Mixing in Square Rod Arrays at Highly Turbulent Condition
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.57-58
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Cycle analysis of the Recompression Supercritical $CO_2$ Brayton cycle
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.47-48
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Validation of the MATRA-LMR-FB Code for Two Typical Flow Paths with Blockage
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.67-68
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Evaluation of the MATRA-LMR-FB Code for LMBWG Benchmark Tests of Central Blockage
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2004 pp.529-530
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Analysis of Loss of Flow for an Assembly of LMR using MATRA-LMR-FB
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2004 pp.527-528
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MARS/MASTER Solution to OECD Main Steam Line Break Benchmark Exercise III
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.32 No.3 2000 pp.214-226
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A Multi-Dimensional Thermal-Hydraulic System Analysis Code, MARS 1.3.1
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.31 No.3 1999 pp.344-363
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Improvement of Liquid Droplet Entrainment Model in the COBRA-TF Code
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.30 No.3 1998 pp.181-193
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